熔融物碎片床冷却特性分析程序开发与应用
来源：核动力工程杂志2023年第5期北京时间：
作者：方昱, 杨生兴, 宫厚军, 昝元锋, 杨祖毛, 卓文彬
单位：中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室，成都，610213；
摘要：为分析压水堆严重事故后期形成碎片床的冷却特性，开发了熔融物碎片床冷却特性分析程序。以一维六方程的两相流模型为基础，应用多孔介质流动沸腾传热模型描述碎片床内两相流动传热物理过程，采用控制容积积分法、半隐式、一阶迎风格式对方程进行离散、求解。应用TUTU、COOLOCE、STYX实验结果，从两相流动及干涸热流密度（DHF）2个方面对模型进行验证，发现Hu&Theofanous模型和Reed模型对于粒径相对较大的碎片床的两相流动预测结果较好，而Lipinski模型对小颗粒碎片床的低压DHF的预测精度较高。利用程序对压水堆严重事故条件下熔融物碎片床的冷却能力进行预测，在1 MW/m<sup>3</sup>颗粒释热率、顶部水池淹没条件下，碎片床可被冷却高度为0.56 m；采用自然循环驱动底部注水冷却方式，碎片床可被冷却高度升至0.85 m。
关键词：严重事故, 碎片床, 多孔介质, 沸腾传热, 干涸热流密度（DHF）
基金资助：国家重点研发计划（2018YFB1900104）
